JPH03215793A - 原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電プラント等の原子炉格納容器に係り
、特に原子炉圧力容器バランダリの配管系の破断時など
において核分裂生成物を系外に放出することが少ない原
子炉格納容器に関する。

（従来の技術） 一般に沸騰水型原子炉における原子炉格納容器（Ｒ　Ｃ
　Ｖ）は、第３図に示すように原子炉圧力容器（ＲＰＶ
）１を気密に収納した上部円錐形のドライウェル２と、
プール水３を張設した円筒形のサプレッションチャンバ
（ＳＰ）４を配置したウエットウエル５とから構成され
る。サプレッションチャンバ４はドライウエル２と一体
に形成された円筒形の容器であり、その底部は原子炉棟
基礎６にアンカボルトにより固定され、底面にはプール
水３の漏洩を防止するために鋼製のライニング材７が貼
設されている。ドライウェル２とサプレッションチャン
バ４とはダイヤフラムフロア８によって仕切られており
、ドライウエル２とサプレッションチャンバ４とを連絡
する多数のベント管９が配設される。各ベント管９はダ
イアフラムフロア８上部に開口するように上端が固定さ
れる一方、下端はサプレッションチャンバ４内のプール
水３中に開口するように固定される。また原子炉圧力容
器１の主蒸気管１０から分岐し、圧力逃し弁（ＳＲ弁）
１１を経て、プール内に蒸気を解放する蒸気逃し管１２
も併設される。またサプレッションチャンバ４内の上方
空間には圧力平衡弁１３を介してベント配管１４が設け
られる。

そして何らかの不測の事態が発生して原子炉圧力容器１
のバウンダリ配管が破断した場合には、核分裂生成物（
Ｆ　Ｐ）を多量に含有した原子炉水および蒸気が破断口
より原子炉格納容器のドライウェル２内に急激に流出す
る。流出した高温高圧の原子炉水は、ドライウエル２内
で蒸発して蒸気となる。この蒸気は、ベント管９を経由
してサプレッションチャンバ４のプール水３中に導入さ
れる。導入された蒸気は、プール水３によって冷却凝縮
されるとともに、蒸気中に含有されていた核分裂生成物
はスクラビングを受け除去される。すなわち、核分裂生
成物を含む蒸気が気泡となり、プール水３中を上昇する
間に、核分裂生成物は重力により分離されたり、拡散に
よってプール水３中に移動したり、慣性力によって分離
されたり、または蒸気凝縮などにより、気泡表面すなわ
ちプール水３に付着し除去される。

こうして原子炉格納容器内に流出した、核分裂生成物を
含む蒸気は、プール水中で凝縮されると同時に洗浄され
る。その結果、原子炉格納容器のドライウエル２および
サプレッションチャンバ４の内圧上昇が抑制されるとと
もに、放射性物質が外部に拡散することが防止される。

ところで事故時に原子炉格納容器内部の除熱が不充分で
あり、原子炉格納容器のドライウエル２の内圧とサプレ
ッションチャンバ４の内圧とに所定値以上の差圧が生じ
た場合には、格納容器ベント操作が実行される。すなわ
ちサプレッションチャンバ４の上方空間部に配設された
圧力平衡弁１３が開動作し、高圧蒸気の一部がベント配
管１４を経由して系外に排出される結果、ドライウェル
２とウエットウェル５との圧力は平衡に保持される。

この場合、ドライウエル２内に流出した蒸気等は一旦プ
ール水３中を通過し、十分にスクラビングされた蒸気が
ベント配管１４を経て排出されるため、放射性物質が系
外に放出される割合は極めて少ない。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら従来の原子炉格納容器によれば、格納容器
ベント操作時には原子炉格納容器内圧が減少するため、
サプレッションチャンバ内のプール水が過熱状態になる
おそれがある。

例えば圧力が０．４ＭＰａ　（約４気圧）、飽和温度Ｔ
　が１４３℃であるベント蒸気と平衡状態＄ にあるサプレッションチャンバ４のプール水３の温度分
布は第２図に示す通りである。すなわちプール水３の全
体の水温Ｔは、高さ方向に生じる対流のためにほぼ１４
６℃と一定となる。しかし、プール水３の表層部におい
ては飽和温度Ｔ　の１＄ ４３℃に対して、過熱度ΔＴが３℃となっている。

また飽和温度Ｔ　はプール水３の水頭圧が増加す＄ るプール底部に至るほど高くなり、斜線で示す過熱領域
はサプレッションチャンバ４の底部まで形成される。ベ
ント管９等の開口は、通常プール水３の液面から約３ｍ
の位置に設けられているため、逃し蒸気は上記過熱領域
に吹き込まれる。

過熱状態のプール水中に、核分裂生成物を多量に含有す
る蒸気が噴出すると、気泡内部に向ってプール水が急激
に蒸発し、この蒸気の激しい流れによって核分裂生成物
が気泡表面に付着することが困難になる。そのためプー
ル水による核分裂生成物のスクラビング効率が低下し、
その除去効率が低下するおそれがある。

本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、格納容器ベント操作時にサプレッションチャンバ
内のプール水が過熱状態となる領域を低減し、スクラビ
ングによる核分裂生成物の除去効率を十分に高く保持す
ることができる原子炉格納容器を提供することを目的と
する。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するため本発明は原子炉圧力容器を格納
し、内底部にプール水を張設したサプレッションチャン
バを備える密閉状の原子炉格納容器において、上記サプ
レッションチャンバのプール水に界面活性剤を添加した
ことを特徴とする。

（作用） 上記構成に係る原子炉格納容器によればサプレッション
チャンバ内のプール水に界面活性剤が添加されているた
め、プール水の表面張力が小さくなる。そのため過熱度
が小さくてもプール水は沸騰し易くなり、沸騰によるプ
ール水の除熱量が増大し、プール水の過熱領域を小さく
する。その結果、スクラビングによる核反応生成物の除
去作用が低下するおそれが少なくなり、放射性物質を原
子炉格納容器外に放出する割合を大幅に低減することが
できる。

（実施例） 次に本発明の一実施例について添付図面を参照して従来
例と比較しながら説明する。第１図は本発明に係る原子
炉格納容器の一実施例の要部断面図であり、プール水の
温度分布を併せて示す図である。なお本発明はプール水
中に界面活性剤を添加した点に特徴を有し、他の構成要
素については第３図に示す従来例と同一であるため、同
一要素には同一符号を付して重複する説明は省略する。

すなわち本実施例に係る格納容器は、原子炉圧力容器１
を格納し、内底部にプール水３を張設したサプレッショ
ンチャンバ４を備える密閉状の原子炉格納容器において
、上記サプレッションチャンバ４のプール水３に界面活
性剤を添加して構成される。

界面活性剤としては汎用の高級アルコールや脂肪酸など
の動植物油系のものやアルキルベンゼンなどの石油系の
ものを使用する。界面活性剤は予めプール水３中に添加
してもよいが、格納容器ベント操作時直前に添加しても
よい。

ところで格納容器ベント操作時のように、プール水が減
圧された場合にプール水が飽和温度ＴＳに達しても沸騰
せず過熱状態に保持される理由を以下に説明する。

一般に液体中に生成混入した気泡には、液体の表面張力
が働くため、液体と熱力学的平衡を保って蒸気のみから
成る気泡が存在するためには、液体が過熱状態にあるこ
とが必要である。その場合の平衡気泡半径γ。と過熱度
ΔＴとの関係は近似的にクラジウス・クラペイロンの関
係式よリ下記（１）式の通り表わされる。

・・・（＋） 但し、Ｊは熱の仕事当量、σは液体の表面張力、０　，
ρ　，Ｌはそれぞれ飽和温度Ｔ　におけるｖ　　　　　
　ｒ　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　
　　　　　　ｓ蒸気密度、液体密度、蒸発熱である。こ
の関係について圧力Ｐをパラメータにして図示したもの
が第４図である。上記（１）式および第４図の関係から
明らかなように微細な気泡を生成させるためには、かな
りの過熱度ΔＨが必要となる。

つまり液体の過熱度ΔＨが増大し、上記（１）式から算
出される平衡気泡半径γ０が小さくなり、その値が、液
体中に存在する微小気泡あるいは液体容器壁面に形成さ
れた微細な凹凸である気泡核の半径と同程度になると沸
騰が起こることとなる。

しかるに第２図に示す従来のプール水３においては表面
張力が大きいため、沸騰が開始されるに必要な微細な気
泡が形成されにくい。従って沸騰による除熱作用が少な
く、過熱領域が斜線部で示すように広範囲に形成され易
い欠点がある。そして、ベント管９出口部において、プ
ール水は既に飽和または過熱状態となっているため、ス
クラビングによる核反応生成物の除去効率が低下してし
まう。

そこで本実施例においては、プール水３中に界面活性剤
を添加することにより、プール水３の表面張力σを小さ
くし、前記（１）式に従って気泡の半径γ０を一定とす
るとΔＴが小さくなり、沸騰が起り易くなっている。そ
のため第１−図に示すように減圧沸騰領域が、第２図に
示す従来例と比較して拡大するとともに、沸騰による除
熱作用が増大するため、減圧沸騰中のプール水の過熱領
域を小さくすることができる。第１図は、第２図に示す
従来例と同様に、圧力Ｐが０．４ＭＰａ　（約４気圧）
、飽和温度Ｔ　が１４３℃であるベント蒸Ｓ 気と平衡状態にあるサプレッションチャンバ４のプール
水３の沸騰状態を示す断面図である。本実施例の場合、
プール水３の表面部の飽和温度Ｔ，は１４３℃であるが
、沸騰による除熱作用が大きいため、プール水水温Ｔは
１４５℃となるとともに表面部の過熱度ΔＴは従来より
１度下がり２度程度となっている。そして過熱領域は斜
線で示すようにプール水の全深さの半分以上に部分的に
表われる一方、半分以下の領域においては、飽和温度の
プール水、またはサブクール水が充満することとなる。

従って格納容器ベント操作時に逃し蒸気が噴出するベン
ト管９の開口位置では、サブクール水が満たされている
ため、噴出して形成された気泡内へのプール水の急激な
蒸発は少なく、気泡内に含有されていた核分裂生成物は
、気泡内表面に効果的に付着され、プール水３中に分離
除去される。

すなわち、格納容器ベント操作時においても、流出した
炉水や蒸気中に含まれる多量の放射性物質は、プール水
３によって効果的にスクラビングを受けるため、核分裂
生成物等が原子炉格納容器外に排出されるおそれがなく
なり、原子力プラントの安全性をより高めることができ
る。

〔発明の効果〕

以上説明の通り本発明に係る原子炉格納容器によればサ
プレッションチャンバ内のプール水に界面活性剤が添加
されているため、プール水の表面張力が小さくなる。そ
のため過熱度が小さくてもプール水は沸騰し易くなり、
沸騰によるプール水の除熱量が増大し、プール水の過熱
領域を小さくする。その結果、スクラビングによる核反
応生成物の除去作用が低下するおそれが少なくなり、放
射性物質を原子炉格納容器外に放出する割合を大幅に低
減することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉格納容器の一実施例の要部
断面図であり、プール水の温度分布を併せて示す図、第
２図は従来の原子炉格納容器のサプレッションチャンバ
を示す断面図であり、プール水の温度分布を併せて示す
図、第３図は従来の原子炉格納容器の構成例を示す断面
図、第４図は水の過熱度と平衡気泡半径との関係を示す
グラフである。 １・・・原子炉圧力容器（ＲＰＶ）　、２・・・ドライ
ウェル、３・・・プール水、４・・・サプレ・ソション
チャンバ、５・・・ウエットウエル、６・・・原子炉棟
基礎、７・・・ライニング材、８・・・ダイヤフラムフ
ロア、９・・・ベント管、１０・・・主蒸気管、１１・
・・圧力逃し弁（ＳＲ弁）、１２・・・蒸気逃し管、１
３・・・圧力平衡弁、１４・・・ベント配管。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器を格納し、内底部にプール水を張設した
   サプレッションチャンバを備える密閉状の原子炉格納容
   器において、上記サプレッションチャンバのプール水に
   界面活性剤を添加したことを特徴とする原子炉格納容器
   。